Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе вк-50 icon

Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе вк-50



Смотрите также:


На правах рукописи




Курский Александр Семенович



Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе ВК-50


Специальность 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»


Автореферат диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук


Димитровград

2011 г.

Работа выполнена в Открытом Акционерном Обществе

«Государственный научный центр –

Научно-исследовательский институт атомных реакторов»

^

Научный руководитель:

доктор технических наук - Калыгин Владимир Валентинович




Официальные оппоненты:


Доктор технических наук,

профессор Грачев Алексей Фролович


Кандидат физико-математических

наук Алексеев Павел Николаевич


^

Ведущая организация: ОАО «НИКИЭТ» им.Н.А.Доллежаля




Защита состоится «___» ___________ 2011 г.

на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в Российском Национальном Центре «Курчатовский институт», 123182, г. Москва, пл. Курчатова 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Российского Национального Центра «Курчатовский институт».


Автореферат разослан «__» _______________2011г.


Ученый секретарь

диссертационного совета Мадеев В.Г.

^ ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

ВВЕДЕНИЕ


3 июня 2010 года Правительство Российской Федерации одобрило представленную Министерством энергетики Генеральную схему размещения объектов электроэнергетики до 2020 года с перспективой до 2030 года. В Генеральной схеме особое внимание уделено развитию в ближайшие годы атомной энергетики. Внедрение атомной энергетики в сферу энергоснабжения существенно уменьшит расход органического топлива и сохранит его в качестве ценного сырья для нужд других отраслей. Это связано как с ограниченностью доступных и экономически приемлемых природных запасов органических видов топлива, так и с негативным воздействием на окружающую среду выбросов в атмосферу продуктов сгорания.

Экономическая целесообразность и социальная значимость использования атомных энергоисточников в региональной энергетике для тепло- и электроснабжения различных потребителей представляется достаточно актуальной для экономии органического топлива, для замены выбывающих из эксплуатации по причине выработки ресурса мощностей тепловых электростанций и улучшения экологической ситуации в городах страны. Поэтому в Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» уделено особое внимание технико-экономическому исследованию и обоснованию использования атомных энергоисточников для теплофикации.

Проведение в 2009-2011г.г. в МАГАТЭ совещаний по вопросам безопасности реакторов малой мощности, межотраслевых конференций в России «АтомРегион-2009» и «Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения» (2010г., РАН), подтверждает возросший интерес в России и в мире к малой атомной энергетике.

Обязательным условием развития региональной атомной энергетики является экспериментальное подтверждение на прототипных установках способов и устройств обеспечения безопасности. Поэтому в современных условиях недоверия населения к атомным технологиям сооружение АТЭЦ вблизи городов требует обеспечения безопасности её энергоблоков опробованными техническими решениями.

Одним из возможных источников энергии для развития работ по атомному теплоснабжению является корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, надежность и безопасность которого доказаны многолетней безаварийной эксплуатацией исследовательского реактора ВК-50.

Имеющиеся в мире знания по кипящим системам в основном получены на кипящих реакторах США и Японии: это реакторы типа BWR и их современные модификации поколений III и III+ (ABWR и ESBWR). Данные реакторы эксплуатируются в большой энергетике по выработке электричества. Однако корпусные кипящие реакторы пока еще в достаточной мере не исследованы в энергетике малых мощностей.

Изучение внутренне присущих свойств безопасности позволило достичь и поддерживать высокий уровень безопасности реактора ВК-50 простыми и эффективными техническими мерами. Внедрение и совершенствование технических решений, реализованных на реакторной установке ВК-50, позволят значительно снизить стоимость энергоблоков с корпусными кипящими реакторами, сделать их окупаемыми при длительном сроке эксплуатации.

Новые технические решения и параметры, закладываемые в проекты малых перспективных источников энергии, требуют проведения широкого комплекса дополнительных исследований в обоснование их надежности. Поэтому исследования характеристик реактора ВК-50, модернизация его внутрикорпусных устройств и систем безопасности являются актуальными направлениями исследований для развития малой атомной энергетики.

Цель работы – разработка и обоснование технологических решений современного корпусного кипящего реактора малой мощности на основе результатов изучения внутренне присущих свойств безопасности реактора ВК-50.

Для достижения цели решены следующие задачи:

  1. Проанализированы условия и возможность применения одноконтурных установок с корпусным кипящим реактором в региональной атомной энергетике.

  2. Проведен комплексный анализ исследований различных аспектов безопасности реактора ВК-50.

  3. Проведены дополнительные экспериментальные исследования характеристик реактора ВК-50.

  4. Выполнена модернизация контура естественной циркуляции реактора ВК-50.

  5. На основании результатов исследований и модернизации установки ВК-50 предложены конструкции внутрикорпусных устройств и технологические схемы кипящего реактора.

Научная новизна работы

Выполненный комплекс экспериментальных исследований в обоснование эффективности и безопасности кипящего реактора позволили автору:

  • обосновать и экспериментально подтвердить возможность повышения границы устойчивой работы кипящего реактора ВК-50 в результате модернизации его контура естественной циркуляции;

  • систематизировать данные о наиболее значимых внутренних свойствах безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя и верхним расположением исполнительных механизмов СУЗ;

  • разработать технологические подходы сочетания систем нормальной эксплуатации и систем безопасности реактора типа ВК.

Весомым показателем новизны являются патенты на изобретение и полезную модель на разработанные способы и устройства.

Практическая ценность работы.

1. Результаты выполненных исследований легли в основу проектно-конструкторских разработок по модернизации реактора ВК-50.

2. Результаты исследований и модернизации позволили обосновать и продлить срок эксплуатации реактора ВК-50 до 50 лет.

3. Сформулированы концепции установок с корпусными кипящими реакторами, которые могут быть использованы при проектировании атомных ТЭЦ.

Достоверность результатов и обоснованность выводов подтверждаются:

1. Использованием современных нейтронно-физических и теплогидравлических кодов, верифицированных по опытным данным реактора ВК-50.

2. Использованием апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментами, а также опытом многолетней безопасной и эффективной эксплуатации реактора ВК-50.

Личный вклад автора.

Постановка задач исследований проведена автором самостоятельно.

Результаты исследований являются итогом многолетней работы автора на реакторной установке ВК-50.

Автор был организатором и ответственным исполнителем выполненных исследований, совместно с коллегами из ОАО «ГНЦ НИИАР» к.т.н. Ещеркиным В.М., к.т.н. Семидоцким И.И., к.т.н. Шмелевым В.Е., к.т.н. Якшиным Е.К., к.т.н. Красновым А.М., Филякиным Г.В., Святкиной Н.А. принимал участие в подготовке и проведении экспериментов, обработке, анализе и обобщении результатов измерений, выпуске научно-технических отчетов и статей по модернизации реактора и систем установки ВК-50.

Автор был организатором работ по продлению срока эксплуатации реакторной установки ВК-50, которую проводил совместно с коллегами из ОАО «ГНЦ НИИАР» Н.П.Туртаевым, Ю.А.Летницким.

Создание концепций энергетических корпусных кипящих реакторов для теплоснабжения регионов проведены автором в сотрудничестве с коллегами из ОАО «ГНЦ НИИАР» д.т.н. Калыгиным В.В., к.т.н. Ещеркиным В.М., к.т.н. Святкиным М.Н., коллегами из ОАО ОКБ «Гидропресс» к.т.н. Васильченко И.Н., д.т.н. Махиным В.М., к.т.н. Моховым В.А., сотрудниками ОАО «Ижорские заводы» Кашириным В.М., Янчуком В.А., сотрудником ОАО «НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля» д.т.н., профессором Ю.Н.Кузнецовым. Автор лично представлял концепции кипящих реакторов на различных конференциях и технических совещаниях.


Апробация работы.

Основные результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались: на международной конференции по проблемам материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС (Санкт Петербург, 2008г.), на межотраслевой научно-технической конференции «АтомРегион 2009» (Дзержинск, 2009), на всероссийском совещании «Безопасность исследовательских ядерных установок» (Димитровград, 2009), на межотраслевом семинаре в НИЦ «Курчатовский институт» (2010г.), на техническом совещании в МАГАТЭ по проблемам нераспространения ядерного оружия и внутренних свойств безопасности реакторов малой и средней мощности (Вена, 2010г.), на межотраслевой межрегиональной научно-технической конференции РАН «Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения» (Москва, 2010), на научно-технических советах и рабочих совещаниях в ОАО «ГНЦ НИИАР» (Димитровград, 2010), ОАО ОКБ «Гидропресс» (Подольск, 2010), ОАО «Ижорские заводы» (Санкт-Петербург, 2011), на международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (2011).

Публикации.

По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 12 работ, в т.ч. 1 – в ведущем рецензируемом научном журнале, получено 2 патента.


Основные положения, выносимые на защиту.

1. Результаты анализа возможности использования одноконтурных установок с корпусным кипящим реактором в составе атомных ТЭЦ.

2. Результаты экспериментальных исследований и модернизации контура естественной циркуляции реактора ВК-50.

3. Результаты комплексного анализа внутренне присущих свойств безопасности реактора ВК-50.

4. Предложенные схемы внутрикорпусных устройств и технологические схемы систем безопасности перспективных кипящих реакторов малой мощности.


Объем и структура работы.

Диссертация состоит из введения, 4 глав и выводов. Работа изложена на 119 страницах текста, включая 30 рисунков и 16 таблиц. Библиографический указатель состоит из 127 наименований.
^

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ


Во введении дан краткий анализ современного уровня развития и перспектив атомной энергетики в России.

Показаны экономическая целесообразность и социальная значимость использования атомных энергоисточников в региональной энергетике для теплоснабжения различных потребителей:

  • более 40% органического топлива в России затрачивается на отопление, при этом ожидается рост внутренних цен на углеводородное топливо,

  • необходимо заменять выбывающие из эксплуатации мощности тепловых электростанций по причине выработки ресурса,

  • экологическая ситуация становится одной из главных проблем существования городов.

Актуальность исследования обоснована тем, что для развития атомного теплоснабжения необходимо реализовывать проекты конкурентно способных и безопасных реакторов. Безаварийная эксплуатация и экономическая эффективность установок определяются максимальным использованием в технологических схемах законов гравитации и, прежде всего, естественной циркуляции теплоносителя.

^ В первой главе приводится литературный обзор по теме диссертации.

Дана краткая характеристика проблемных вопросов развития региональной атомной энергетики. Отмечено, что малая атомная энергетика в России и за рубежом всегда развивалась параллельно атомной энергетике больших мощностей.

Приведен обзор современных тенденций и проектов реакторов малой мощности.

Представлены анализ рынков сбыта продукции атомных ТЭЦ в регионах России и преимущества выработки тепла от отборов турбины (когенерации) на установках с корпусными кипящими реакторами. Показано, что для большинства городов России оптимальны многоблочные АТЭЦ с мощностью генератора до 120МВт и теплофикационной нагрузкой энергоблока до 200Гкал/час.

Поскольку окупаемость станций малой мощности непосредственно связана с металлоемкостью конструкций, то для цели теплоснабжения наиболее подходящим является вариант одноконтурной реакторной установки. В отечественной атомной энергетике направление одноконтурных реакторных установок с кипением в активной зоне было широко представлено канальными реакторами: РБМК, АДЭ, ЭГП-6.

За рубежом направление одноконтурных установок с кипением в активной зоне осваивалось на базе корпусных реакторов. Тенденция развития данного типа реакторов – это переход от принудительной циркуляции теплоносителя при реализации установок I, II и III поколений (проекты BWR 1–6, ABWR и SBWR) к естественной циркуляции теплоносителя и на её основе – к пассивным системам безопасности поколения III+ (проект ЕSBWR).


Сравнительный анализ зарубежных кипящих реакторов и реактора ВК-50 показывает, что многие аспекты безопасности специфически решаются в зависимости от уровня мощности реактора. Поэтому проведенные на ВК-50 исследования можно рассматривать как основу для создания проектов перспективных корпусных кипящих реакторов малой мощности.

В связи с тем, что в настоящее время ВК-50 является единственным действующим корпусным кипящим реактором со всережимной естественной циркуляцией теплоносителя, то необходим достоверный и максимально возможный объем знаний о свойствах безопасности данного реактора. Эти данные получены на основе исследований и экспериментов, а также модернизаций внутрикорпусных устройств реактора и систем установки, проведенных с участием автора.

^ Вторая глава посвящена анализу исследований и обобщению технологических аспектов безопасности установки ВК-50 как прототипа энергоблока атомной ТЭЦ.

Дано описание реакторной установки ВК-50 как объекта экспериментальных исследований.

Показано, что особенности циркуляции теплоносителя и кипение в корпусе реактора определяют:

  • радиационную безопасность,

  • взрывобезопасность радиолитических процессов,

  • состояние конструкционных материалов при длительной эксплуатации,

  • маневренность установки при больших изменениях технологических параметров,

  • динамические характеристики в аварийных режимах,

  • требуемые характеристики систем безопасности.

Физические особенности фазового переноса активности в теплоносителе определили радиационную безопасность ВК-50. С одной стороны, это слабопроницаемый межфазный (вода – пар) барьер для распространения из реактора негазообразных радионуклидов. С другой стороны, – непрерывная эффективная дегазация (удаление) теплоносителя и газообразных продуктов деления из контура. Оба фактора в совокупности с эффективной установкой подавления активности (УПАК) позволяют поддерживать выбросы газов в окружающую среду при нормальной эксплуатации реактора на уровне выбросов современных АЭС даже при наличии большого количества негерметичных твэлов: 35-100 ГБк/сутки.

Особенности фазового переноса активности позволяют эффективно определять дефекты оболочек твэлов на работающем и остановленном реакторе.

Кипение теплоносителя в активной зоне реактора формирует газовый режим установки. Исследования условий образования и уноса радиолитических газов из реактора с паром определили меры защиты оборудования от взрывов водорода. Эти технические меры были учтены в данной работе при создании концепций перспективных АТЭЦ с реакторами типа ВК. В частности, был проанализирован опыт стабильной работы контактного аппарата с подогревом парогазовой среды для осушки катализатора от влаги. С учетом этой особенности автором была предложена технология полного сжигания водорода в сдувочных линиях от локализующей оболочки корпуса реактора.

Исследования водно-химических режимов и материалов показали, что определяющим фактором состояния аустенитной стали в кипящем реакторе является её подверженность коррозионному растрескиванию и межкристаллитной коррозии. Исследованиями было установлено, что при установившихся в реакторе концентрациях 150-200мкг/кг кислород не оказывает негативного воздействия на внутрикорпусные устройства. Склонность к коррозионному растрескиванию и к межкристаллитной коррозии у нержавеющих сталей проявляется только при совместном действии кислорода с хлором на границе раздела пар/вода. Для исключения попадания хлора автором предложено для одноконтурных реакторных установок малой мощности осуществлять охлаждение конденсатора турбины дистиллятом, циркулирующим в замкнутом контуре с «сухими» градирнями.

Автором также были даны рекомендации по преимущественному использованию сталей перлитного класса в качестве конструкционных материалов не только основного контура реакторных установок типа ВК, но и самого корпуса реактора. Рекомендации по исключению аустенитной наплавки основаны на обнаруженных особенностях образования антикоррозионной пленки на трубопроводах из углеродистых сталей при поддержании концентрации кислорода 150-200мкг/кг. Отсутствие коррозионных повреждений в пароконденсатном тракте при различных нарушениях водно-химического режима подтверждает преимущества сталей перлитного класса в качестве основополагающего конструкционного материала для корпусных кипящих реакторов.

Проведенные эксперименты на реакторе ВК-50 показали, что для одноконтурных энергетических реакторов необходимо обеспечивать надежность и маневренность в следующих режимах:

1. при быстром изменении рабочего давления в реакторе,

2. при резком изменении вплоть до полного прекращения подачи питательной воды в реактор,

3. при резком изменении нагрузки потребителей электроэнергии, включая режим полного прекращения выдачи и приема электрической нагрузки от сети.

Экспериментально обосновано, что при снижении давления пара подача питательной воды препятствует объемному вскипанию теплоносителя и сохраняет необходимый движущий напор и уровень воды.

Повышение давления вызывает увеличение положительной реактивности. Однако при самых больших всплесках мощности, происходивших после прикрытия паровых клапанов на ВК-50, ввод положительной реактивности и скорость ее ввода были меньше значений, требуемых по ядерной безопасности.

Проведенный автором анализ реального события на ВК-50 с прекращением подачи питательной воды в реактор показал, что контролируемый в данной ситуации физический уровень теплоносителя обеспечил работу контура естественной циркуляции теплоносителя и теплоотвод от активной зоны (рис.1).



Рис. 1. Уровень теплоносителя (1) в корпусе реактора в режиме с отключением питательных насосов:

2 – уровень, соответствующий уставке аварийной защиты по этому параметру;

3 – уровень, при достижении которого происходит разрыв контура естественной циркуляции.

При прекращении подачи в реактор питательной воды и подаче в активную зону только циркулирующего теплоносителя с температурой насыщения происходит общее снижение тепловой мощности реактора. Уменьшение мощности сопровождается снижением давления пара, что способствует увеличению слива воды из гидроемкости, подключенной к реактору. Поэтому постепенно начинает увеличиваться массовый уровень воды над активной зоной и уменьшаться паросодержание. Увеличение плотности теплоносителя в верхней части ТВС приводит к росту нейтронного потока в этой области и срабатыванию аварийной защиты через 1,5 минуты работы реактора после отключения питательного насоса. Это свойство увеличения потока нейтронов, замедляющихся до тепловых энергий в верхней части ТВС, автором предложено использовать как средство дополнительного контроля и автоматического останова кипящего реактора малой мощности без участия персонала. Для этого в «испарительной» и «экономайзерной» частях активной зоны необходимо располагать по паре датчиков контроля нейтронно-физических характеристик и формировать сигнал аварийной защиты по принципу «два из четырех».

Важнейшим аспектом безопасности энергетического реактора малой мощности является его надежная эксплуатация на изолированную энергосистему. На реакторной установке ВК-50 был отработан режим работы со значительными изменениями нагрузок в течение каждых суток, включая резкие возмущения мощности и перевод работы установки на электропотребление собственных нужд.

Маневренные изменения нагрузки генератора могут осуществляться с помощью быстродействующей редукционной установки (БРУ), через которую пар реактора сбрасывается непосредственно в конденсатор. Это позволяет без применения сложных программам регулирования и поддержания параметров эксплуатировать реактор при значительном изменении электрической нагрузки. Организованная автором модернизация с установкой резервной БРУ позволяет надежно обеспечивать маневренность при отказе оборудования.

Размещение реакторов вблизи от потребителей продукции предполагает специфические (повышенные) требования с точки зрения безопасности и физической защиты. В связи с этим проведены исследования работы энергоблока ВК-50 при внешних воздействиях.

При отключении внешнего электроснабжения режим «выбег генератора» позволяет на одноконтурной установке снять максимальное тепловыделение в первые минуты после срабатывания аварийной защиты реактора. Тепловая мощность реактора сначала резко уменьшается во время ввода в активную зону рабочих органов СУЗ, а затем плавно изменяется, достигая через 3 минуты значительно сниженного уровня остаточного энерговыделения. На этом временном интервале аккумулированное тепло за счет парообразования в реакторе, расширения пара в объеме оборудования и теплоотдачи от металла корпуса при снижении давления используется для работы турбогенератора и снабжения электроэнергией систем, обеспечивающих расхолаживание реактора (рис.2). Работа питательного насоса в режиме «выбег генератора» поддерживает уровень воды реактора (рис.3).



Рис.2. Изменение тепловыделения реакторной установки ВК-50 в режиме «выбег генератора»: 1 – тепловая мощность реактора; 2 - тепловыделение в активной зоне.



Рис.3. Изменение уровня теплоносителя в корпусе реактора ВК-50 в режиме «выбег генератора» (отсчет уровня от верха активной зоны):

1 – уровень;

2 – уставка аварийной защиты по этому параметру;

3 – уровень, при достижении которого происходит разрыв контура естественной циркуляции теплоносителя.


На основе анализа исследований корпусного кипящего реактора ВК-50 сформулированы внутренние свойства безопасности и возможности их использования при обеспечении безопасности реакторов данного типа:

- простой, пассивный и, соответственно, надежный способ охлаждения активной зоны на основе всережимной естественной циркуляции теплоносителя;

- прямая генерация пара в активной зоне и, как следствие, отсутствие второго контура положительно сказываются и на надежности, и на экономике энергоблока;

- меньшее давление в оборудовании по сравнению с реакторами с водой под давлением упрощает эксплуатацию, уменьшает металлоемкость и повышает надежность при нарушениях нормальной эксплуатации;

  • высокие свойства саморегулирования и самоограничения мощности за счет отрицательных значений температурного и парового эффектов реактивности в тепловом спектре нейтронов позволяют исключить рабочие органы автоматического регулирования из схемы СУЗ;

  • хорошая коррозионная стойкость различных конструкционных материалов контура (прежде всего сталей перлитного класса) при использовании простых водно-химических режимов;

  • исключение борного регулирования позволяет минимизировать количество оборудования и коррозионное воздействие на внутрикорпусные устройства реактора, уменьшить концентрацию продуктов радиолиза;

  • отработанная технология обеспечения взрывобезопасности кипящего реактора водорода за счет уноса с паром продуктов радиолиза и последующего сжигания водорода;

  • безопасность реактора в аварийных режимах при расположении патрубков корпуса реактора выше минимально достаточного уровня для естественной циркуляции теплоносителя;

  • возможность длительной эксплуатации корпуса реактора, поскольку отсутствуют радиационные и термические условия ухудшения свойств материалов;

  • маневренность технологической схемы при больших и резких изменениях параметров, позволяющая гибко реагировать на изменение графика нагрузки без угрозы снижения надежности и безопасности работы оборудования;

  • использование технологии прямой генерации пара в случае аварийного останова с потерей внешних источников электроснабжения обеспечивает теплосъем остаточного энерговыделения в режиме «выбег генератора»;

  • в случае разгерметизации оборудования минимизация утечек теплоносителя осуществляется за счет интенсивного снижения давления при сбросе пара из реактора на турбину;

  • особенности фазового переноса радиоактивности определяют низкий уровень выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду как при нормальной эксплуатации, так и при её нарушении, включая запроектные аварии.

Наряду с преимуществами корпусной кипящий реактор уступает другим энергетическим реакторам по эффективности использования ядерного топлива. Однако этот аспект не связан с безопасностью, а определяет экономическую составляющую эксплуатации реактора с парообразованием в активной зоне. Тем не менее, экспериментально достигнутое выгорание более 40МВт×сут/кгU является хорошим показателем даже в сравнении с использованием топлива более высокого обогащения на реакторах типа ВВЭР.

^ В третьей главе приведены результаты исследования контура естественной циркуляции теплоносителя реактора ВК-50.

Эксперименты и модернизация внутрикорпусных устройств реактора ВК-50 показали, что общий тяговый участок над ТВС в наибольшей степени влияет на работу контура естественной циркуляции теплоносителя: на захват пара в опускной участок, на характер изменения плотности теплоносителя в активной зоне и, следовательно, на гидронейтронную устойчивость реактора.

Параметры, характеризующие режим работы контура естественной циркуляции и тягового участка в зависимости от мощности и давления в реакторе ВК-50, приведены в таблице 1.
^

Таблица 1

Показатели работы тягового участка





Режим работы реактора

1

2

3

4

Давление в реакторе, МПа

5,95

4,9

4,2

3,0

Мощность реактора, МВт

167

98

147

72

Расход воды через активную зону , кг/с

1220

1130

1290

1225

Расход пара через активную зону, кг/с

89

49

69

36

Скорость пара в тяговом участке, кг/с

0,81

0,56

0,43

0,68

Скорость воды в тяговом участке, кг/с

0,42

0,40

0,44

0,41

Перепад давления между периферией и центром тягового участка, кПа


1,8


0,4


2,2


1,0


Из таблицы видно, что основным параметром, определяющим режим течения в тяговом участке, является перепад давления по его радиусу. Режимы 1 и 3, при которых перепады давления по сечению тягового участка наибольшие (1,8 и 2,2 кПа), обладали наименьшим запасом устойчивости.

Поэтому одним из наиболее эффективных способов повышения устойчивости является уменьшение перепада давлений между периферией и центром тягового участка. Это исключает образование рециркуляционных токов воды, которые были зафиксированы над периферийными рядами ТВС. Устранение обратных вихревых водяных потоков повышает скорость циркуляции в ТВС и минимизирует пульсации плотности теплоносителя – замедлителя нейтронов.

Оптимизация гидродинамики тягового участка путем реализованного автором расширения активной зоны реактора ВК-50 на один ряд из 18 ТВС позволило уменьшить колебания теплогидравлических и нейтронно-физических параметров и стабилизировать гидродинамику всего контура естественной циркуляции. При загрузке дополнительного ряда значительно уменьшается разница мощностей ТВС центральных и периферийных рядов активной зоны (рис.4). Изменение поля энерговыделения по сечению активной зоны уменьшило неравномерность паросодержания по сечению и высоте тягового участка и увеличило более чем на 60 суток работу реактора на номинальном уровне мощности без её снижения из-за гидронейтронной неустойчивости.



Рис.4. Распределение мощностей ТВС по группам (рядам):

1 – 5-рядная активная зона, конец кампании

2 – расширенная 6-рядная активная зона, конец кампании


Дополнительным способом уменьшения радиальных перепадов давлений в тяговом участке автором был предложен и расчетно обоснован вариант установки индивидуальных тяговых труб. Индивидуальные тяговые трубы предложено устанавливать над предпоследним рядом ТВС по радиусу активной зоны. Установка индивидуальных тяговых труб позволяет уменьшить влияние нестабильных потоков воды от периферии на центральную часть тягового участка и увеличить скорости в ТВС (рис.5).

Вариант секционирования тягового участка на три независимых канала отличается простотой реализации и оптимален для реакторов с активной зоной диаметром более 2м. При меньших размерах активной зоны достаточно эффективности индивидуальных тяговых труб над последним рядом ТВС.




Рис. 5. Распределение скорости циркуляции теплоносителя по радиусу активной зоны:

○ – схема с общим тяговым участком;

∆ – тяговой участок с ИТУ.


Исследования гидродинамики тягового участка производились и с точки зрения оптимизации движущего напора, и для улучшения внутрикорпусной гравитационной сепарации пара. Исключение выноса влаги является условием повышения уровня радиационной безопасности. С учетом опытных данных реактора ВК-50 и зарубежных корпусных кипящих реакторов автором была обоснована приведенная на рис.6 конструкция сепарационных внутрикорпусных устройств реакторов малой мощности. Гравитационная сепарация в объеме корпуса реактора применяется в небольших по мощности реакторах, на которых максимальные удельные паровые нагрузки не превышают 45т/м2×ч. Данные нагрузки ограничены мощностью установки 100-120МВт(э). Для таких реакторов тепловой мощностью до 360 МВт соотношение высоты тягового участка к его диаметру с точки зрения оптимального движущего напора и гравитационной сепарации должно быть не менее 1,5. Для окончательной сепарации пара при верхнем расположении исполнительных механизмов СУЗ рекомендовано устанавливать погруженный под уровень воды дырчатый лист с безбарботажными надставками и осушители жалюзийного типа.



Рис. 6. Внутрикорпусные сепарационные устройства кипящего реактора малой мощности:

1. Корпус реактора. 2. Крышка корпуса реактора. 3. Исполнительные механизмы СУЗ.

4. Конденсатор аварийного расхолаживания. 5. Осушители жалюзийного типа.

6. Погруженный под уровень воды дырчатый лист с безбарботажными надставками.

7. Переливные окна. 8. Индивидуальные тяговые трубы. 9. Тяговый участок.

10. Активная зона. 11. ТВС. 12.Рабочие органы СУЗ.


Таким образом, на основе проведенных исследований была обоснована устойчивая работа контура естественной циркуляции, а также выявлены потенциальные возможности повышения эффективности и безопасности корпусного кипящего реактора. Эти возможности были реализованы на ВК-50 и предложены в качестве практических рекомендаций для современных реакторов.


^ В четвертой главе представлены технологические схемы и алгоритм работы систем при авариях, разработанные автором на основе исследований на реакторе ВК-50.

Была предложена особая конструкция локализующей оболочки корпуса реактора. Размещение всех систем, кроме корпуса реактора, за пределами локализующей системы позволяет значительно уменьшить размеры защитной оболочки. Использование страхующего металлического корпуса типа «контейнмент» позволяет уменьшить капитальные затраты, обеспечить возможность быстрого монтажа и окупаемости энергоблока, гарантировать безопасность реактора при аварии.

В мировой практике металлический контейнмент предусмотрен в проектах энергоблоков малой мощности реакторов с водой под давлением (Nu Scale, США).



Рис.7. Системы безопасности корпусного кипящего реактора малой мощности

1 – пар на турбину, режим «выбег генератора»; 2 – деаэратор;

3 – предохранительный клапан; 4 –система локализации пара после предохранительных клапанов реактора и контейнмента;

5 – установки сжигания водорода и подавления активности УПАК; 6 – спецвентиляция;

7 – конденсатор аварийного расхолаживания; 8 – бак аварийного расхолаживания;

9 – борный бак; 10 – гидроемкости системы аварийной защиты; 11 – сжатый воздух.


С учетом размеров и прочностных характеристик металлической локализующей оболочки автором разработана технология работы систем при нарушениях нормальной эксплуатации реактора.

Действия систем корпусного кипящего реактора при локализации аварий направлены:

  • на поддержание уровня воды в реакторе для устойчивой работы контура естественной циркуляции,

  • на расхолаживание реактора и уменьшения утечки теплоносителя в место разрыва за счет ускоренного сброса давления,

  • на постоянное удаление водорода в атмосферу для обеспечения взрывобезопасности,

  • на локализацию радиоактивных веществ в пределах реакторной установки.

Показана реализация этих действий при запроектной аварии с разгерметизацией реактора и исчезновением электроснабжения установки.

Подпитка реактора обеспечивается последовательным вводом в работу систем, представленных на рис.7: контур теплоносителя в режиме «выбег генератора», гидроемкости системы аварийной защиты с борным раствором, борный раствор из борного бака, объем воды в деаэраторах при снижении давления в реакторе, пассивный канал стабилизации уровня в реакторе при заполнении внутреннего пространства контейнмента до уровня патрубков.

Оборудование установки в режиме «выбега генератора» позволяет за счет работы систем нормальной эксплуатации:

    1. ускоренно сбросить давление и температуру в реакторе,

    2. максимально сохранить воду в контуре и тем самым значительно уменьшить количество и объемы остальных систем подпитки и расхолаживания реактора,

    3. обеспечить взрывобезопасность установки в первые минуты аварии за счет сброса радиолитического водорода из реактора с паром в конденсатор турбины.

Отвод остаточного тепловыделения после режима «выбег генератора» осуществляется с помощью прямоточного парогенерирующего устройства, расположенного под крышкой реактора. Такая система расхолаживания имеет следующие преимущества:

  • конденсат пара сливается непосредственно в активную зону реактора без применения подпиточных насосов,

  • запас воды в бассейне аварийного расхолаживания обеспечивает снятие остаточного энерговыделения до подключения электропитания от внешних источников,

  • теплообменник и присоединенные к нему трубопроводы находятся в режиме ожидания включения как сухотрубы, что обеспечивает взрывобезопасность системы;

  • снятие остаточного тепловыделения активной зоны реактора производится за счет нагрева воды бассейна аварийного расхолаживания и её испарения без применения других вспомогательных систем.

Локализация радиоактивности в пределах реакторной установки при аварии осуществляется:

  • применением в качестве локализующей оболочки реактора металлического корпуса малых размеров, рассчитанного на максимальное внутреннее давление при запроектной аварии;

  • отведением радиоактивных газов из реактора и контейнмента на систему очистки (УПАК).

Взрывобезопасность оборудования реакторной установки обеспечивается постоянным отведением газов из области конденсации пара в реакторе и контейнменте.

После завершения режима «выбег генератора» осуществляется автоматический перевод парогазовой смеси из реактора на установку сжигания водорода. Установка постоянно подключена к контейнменту и находится в режиме «горячего» резерва.

Создание постоянного всережимного обмена воздуха во внутреннем объеме контейнмента обеспечивает предварительный прогрев катализатора. Тем самым соблюдается необходимое условие стабильной работы установки каталитического сжигания водорода. С учетом опыта эксплуатации систем утилизации водорода на ВК-50 и методик определения концентрации «гремучей смеси» в насыщенном паре реактора автором определен минимальный расход обменного воздуха (до 70м3/час), при котором обеспечивается взрывобезопасность при аварии с разгерметизацией корпуса реактора мощностью до 360 МВт.

После сжигания водорода отведение вентилируемого воздуха из контейнмента производится через установку подавления активности (УПАК на рис.7). Установка УПАК по принципу действия аналогична установке, очищающей радиоактивные выбросы после эжекторов турбины. Предусмотрена возможность работы УПАК без холодильных машин при отключении электроснабжения.

Вопросы взрывобезопасности и радиационной безопасности неразрывно связаны друг с другом при аварийных режимах с ускоренным сбросом давления через предохранительные клапаны реактора. В дополнение к постоянной продувке реактора на случай пароциркониевой реакции автором предложена система локализации пара после предохранительных клапанов с отведением выбрасываемой среды за пределы локализующей оболочки. Аналог такой системы был сооружен и опробован в работе на установке ВК-50. Система обеспечивает и взрывобезопасность реакторной установки, и утилизацию радиоактивных газов.

Принципиальная технологическая схема модернизированной системы локализации выбросов пара от предохранительных клапанов представлена на рис.8:

- первая ступень отвода радиоактивных изотопов с влагой (РПК – радиоактивных продуктов коррозии) производится в жалюзийном сепараторе;

- вторая ступень отвода с влагой РПК осуществляется сбросом пара после сепараторов в бассейн с водой – в пассивный конденсатор пара (ПКП),

- производится двухступенчатая абсорбция радионуклидов 131I в щелочном растворе в процессе промывки пара в жалюзийном сепараторе и ПКП; на случай потери всех источников электропитания подача щелочи осуществляется на пассивных принципах – выдавливанием раствора из гидроемкости сжатым воздухом,

- организован отвод водорода с зеркала испарения бассейна в атмосферу с предварительной задержкой короткоживущих изотопов и превращением газов (Kr и Xe) в гидроокиси дочерних продуктов распада, осаждаемых на трубе выдержки,

- аэрозольные и углесодержащие фильтры на выходе из трубы выдержки окончательно улавливают радиоактивные вещества.



Рис.8. Система локализации пара после предохранительных клапанов:

1 – реактор, 2 – защитная (локализующая) оболочка, 3 – предохранительные клапаны реактора; 4 – сепаратор жалюзийного типа; 5 – гидроемкость с щелочным раствором; 6 – насос подачи щелочного раствора, 7 – бассейн – пассивный конденсатор пара; 8 – вытяжной зонт,

9 – воздушный теплообменник; 10 – сброс в атмосферу через трубу выдержки (задержки и фильтрации) и углесодержащие фильтры; 11 – емкость для воды с РПК.


Таким образом, обеспечение безопасности корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя рекомендовано производить на основе исследованных и экспериментально опробованных на реакторе ВК-50 технологий.

Системы безопасности в разработанных технологических схемах корпусных кипящих реакторов отличаются только параметрами, связанными с мощностью реактора: объемами теплоносителя в защитных и обеспечивающих системах безопасности, площадью теплообмена КАР, объемом БАР, расходом обменного воздуха через контейнмент и габаритами самого контейнмента.

В качестве примера для реактора мощностью 360МВт представлен тепловой расчет поверхностного теплообменника КАР (F=25м2). Расчет произведен с использованием опытных данных по теплопередаче в условиях конденсации насыщенного пара, полученных на реакторе ВК-50.

Также с учетом опытных и расчетных данных по уровню остаточного тепловыделения реактора ВК-50 определен минимально необходимый объем воды БАР (130т) для реактора мощностью 360МВт. БАР с учетом испарения воды в нем обеспечивает снятие остаточного энерговыделения в течение не менее 24 часов – достаточного времени для подключения электропитания или подпитки БАР от внешних источников.


^ ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ.

  1. Показано, что установка с корпусным кипящим реактором характеризуется технико-экономическими показателями, позволяющими конкурировать с ТЭЦ, работающими на органическом топливе.

  2. Выполненный комплексный анализ внутренне присущих свойств безопасности реактора ВК-50 показал, что корпусной кипящий реактор малой мощности обладает высокими саморегулирующими свойствами.

  3. Обосновано, что простой, пассивный и надежный способ охлаждения активной зоны на основе всережимной естественной циркуляции теплоносителя является определяющим фактором безопасности реактора в различных аспектах. Реализована модернизация контура естественной циркуляции теплоносителя реактора ВК-50, позволившая повысить гидронейтронную устойчивость реактора.

  4. Предложены и обоснованы конструкции внутрикорпусных устройств и технологические схемы систем, позволяющие обеспечивать надежную и безопасную эксплуатацию корпусного кипящего реактора.

  5. Выполненные автором исследования позволили решить важную задачу: доказать возможность теплоснабжения регионов на основе корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя. Результаты работы предлагается использовать при проектировании перспективных корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя.


^ Основные результаты диссертации изложены в следующих работах:

    1. Курский А.С., Калыгин В.В., Ещеркин В.М. и др. Опыт эксплуатации системы очистки выбросов от газообразных продуктов деления на реакторной установке ВК-50 с корпусным кипящим реактором // Ядерная и радиационная безопасность. 2011. Вып. 2. (№60). С.3-9.

    2. Kursky А.S. Design Concept of the Reactor Facility Based on the VK-100 Vessel-type Boiling Water Reactor for Regional Nuclear Power Engineering // Meeting Report on the Preparation of a NE Series Report «Options to incorporate Intrinsic Proliferation Resistance Features to NРPs with innovative SMRs». Vienna: IAEA, 2010. Р.7.

    3. Курский А.С., Кузнецов Ю.Н., Каширин В.И. и др. Концептуальные основы создания инновационной реакторной установки с кипящим реактором (ВК-100) для региональной атомной энергетики // Сборник тезисов межотраслевой научно-технической конференции «Региональная атомная энергетика (АтомРегион-2009)». Нижний Новгород, 2009. С.37.

    4. Курский А.С., Ещеркин В.М., Семидоцкий И.И. и др. Ядерный кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя: пат.89751 Рос. Федерация. №2009128087/22; заявл. 20.07.2009; опубл. 10.12.09. Бюл. №34.

    5. Курский А.С., Ещеркин В.М., Краснов А.М. и др. Способ контроля герметичности оболочек ТВЭЛов и устройство для его осуществления: пат.2297680 Рос. Федерация. №20051227702/06; заявл. 05.09.2005; опубл. 20.04.2007. Бюл. № 11.

    6. Курский А.С., Шмелёв В.Е., Ещеркин В.М. и др. Опыт эксплуатации исследовательской ядерной установки ВК-50 // Материалы 11-го ежегодного российского совещания «Безопасность исследовательских ядерных установок». Димитровград: Издание ОАО «ГНЦ НИИАР». 2009. С. 55-61.

    7. Курский А.С., Ещеркин В.М., Летницкий Ю.А. и др. Продление срока эксплуатации реакторной установки ВК-50 до 2015г. // Годовой отчет (отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2005г.). Димитровград: Издание ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». 2006. С. 38-39.

    8. Филякин Г.В., Курский А.С. Коррозионное растрескивание стали Х18Н10Т в процессе длительной эксплуатации в кипящем реакторе ВК-50 // Сборник докладов международной конференции по проблемам материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС. Санкт Петербург, 2008. С. 208-215.

    9. Курский А.С. Технологические аспекты безопасности корпусных кипящих реакторов// Ежеквартальный сборник научных статей ОАО «ГНЦ НИИАР». Димитровград. 2011. Вып.1. С.45-50.

    10. Курский А.С., Калыгин В.В., Протопопов Д.П. и др.
      Эффективность и безопасность атомной теплофикации // Ежеквартальный сборник научных статей ОАО «ГНЦ НИИАР». Димитровград. 2011. Вып.2. C.38-46.

    11. Курский А.С., Семидоцкий И.И., Святкина Н.А. Характеристики расширенной активной зоны реакторной установки ВК-50 // Ежеквартальный сборник научных статей ОАО «ГНЦ НИИАР». Димитровград. 2011. Вып.1. С.24-33.

    12. Курский А.С., Семидоцкий И.И. Особенности режима с потерей питательной воды в реакторе ВК-50 // Ежеквартальный сборник научных статей ОАО «ГНЦ НИИАР». Димитровград. 2011. Вып.1. С.34-44.






Скачать 314.86 Kb.
Дата конвертации24.10.2013
Размер314.86 Kb.
ТипАвтореферат диссертации
Разместите кнопку на своём сайте или блоге:
rud.exdat.com


База данных защищена авторским правом ©exdat 2000-2012
При копировании материала укажите ссылку
обратиться к администрации
Документы